EP0630028A1 - Thermische Schutzhülse für Kernreaktordruckbehälterrohrstutzen - Google Patents
Thermische Schutzhülse für Kernreaktordruckbehälterrohrstutzen Download PDFInfo
- Publication number
- EP0630028A1 EP0630028A1 EP93810424A EP93810424A EP0630028A1 EP 0630028 A1 EP0630028 A1 EP 0630028A1 EP 93810424 A EP93810424 A EP 93810424A EP 93810424 A EP93810424 A EP 93810424A EP 0630028 A1 EP0630028 A1 EP 0630028A1
- Authority
- EP
- European Patent Office
- Prior art keywords
- feed water
- pipe socket
- pipe
- outer end
- bellows
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Granted
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/02—Details
- G21C13/032—Joints between tubes and vessel walls, e.g. taking into account thermal stresses
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Definitions
- the invention relates to a reactor pressure vessel of a nuclear power plant, with at least one pipe socket connected to a feed water supply line, in which a coaxial, thermal sleeve expanding sleeve is arranged, the outer end of which rests on the pipe socket and slides with it inner end is connected to a feed water distribution ring located in the container.
- cold feed water is fed via the feed water supply line into the distribution ring, from which it then passes into hot reactor water which is located in the remaining space of the vessel.
- Cold feed water can pass into an annular gap between the end of the protective sleeve that slidably against the pipe socket and the pipe socket, which is located between the protective sleeve and the pipe socket and is filled with hot reactor water.
- the invention has for its object to improve the reactor pressure vessel of the type mentioned so that cracking in the pipe socket is avoided.
- a pipe section is inserted between the outer end of the pipe socket and the feed water supply line and in that a bellows is arranged in the pipe section, with one end of the bellows with the outer end of the expanding protective sleeve and the other end with the pipe section is tightly connected.
- the arrangement of the bellows in the pipe section and the tight connection of the bellows with the pipe section and the expanding protective sleeve ensures that the protective sleeve can continue to expand freely in the pipe socket under the influence of temperature changes, the bellows participating in these expansion movements, but that an overflow of cold feed water into the annular gap filled with hot reactor water is avoided. No periodic changes in the water temperature can occur in the annular gap, so that superficial temperature changes in the pipe socket are avoided. This prevents cracks from forming in the nozzle material.
- a cylindrical reactor pressure vessel 1 of a nuclear reactor system is provided with a pipe socket 2, which is welded into the vessel wall 1 'in a known manner.
- the left end of the pipe socket 2 in FIG. 1 is connected to a feed water supply line 3, for example by a weld seam 3 ', the inside and outside diameters of the pipe 3 and the end of the pipe socket 2 being essentially the same size.
- the pipe socket 2 is slightly expanded on its inside and then merges into a cylindrical surface 4, on which the outer end of a protective sleeve 5 slidably abuts, which extends through the pipe socket 2 in the direction of the container interior.
- the protective sleeve 5 is subject to changes in temperature during operation of the reactor pressure vessel 1, which is why the term “thermal sleeve” is also used for the protective sleeve.
- thermal sleeve In the direction of the interior of the container, there is another extension to the cylindrical surface 4 in the pipe socket 2, which then merges into a cylindrical surface 4 ', so that an annular gap 6 remains free between the protective sleeve 5 and the pipe socket 2.
- the end of the protective sleeve 5 protruding into the interior of the container merges into a feed water distribution ring 7, not shown, which extends in the container 1 along the circumference of the container.
- the protective sleeve 5 Near the inner end of the pipe socket 2, the protective sleeve 5 is provided on the outside with cams 8 which extend through the annular gap 6 and center the protective sleeve in the socket bore.
- cold feed water is led via the feed water supply line 3 and the protective sleeve 5 to the distribution ring 7, from which the feed water passes into the interior of the vessel.
- the interior of the container is filled with hot reactor water, which is also located in the annular gap 6. Since the narrow gap between the outer end of the protective sleeve 5 and the cylindrical surface 4 is not tight, cold feed water also enters the annular gap 6. Due to the coincidence of cold and hot water in the annular gap 6, thermal stresses can occur in the pipe socket 2, which lead to cracks can lead in the nozzle material.
- a pipe section 10 is inserted between the outer end of the pipe socket 2 and the feed water supply line 3, which is expanded in its central part 10 'in comparison to the inner and outer diameters of the line 3 and the nozzle end.
- there is also between the hollow-conical part 11 and the middle part 10 ′ are provided with a welded joint 12.
- a bellows 15 is arranged in the enlarged part 10 'and has a cylindrical tube section 16 at its left end in FIG. 2, the diameter of which corresponds approximately to the inside diameter of the bellows folds.
- the left end of the tube section 16 in FIG. 2 is tightly connected to a ring 17 which is welded into the middle part 10 'and bridges the distance between the tube section 16 and the inside diameter of the middle part 10'.
- a pipe section 18 corresponding to the cylindrical pipe section 16 is provided at the right end of the bellows 15 in FIG. 2, which extends beyond the pipe section 10 into the protective sleeve 5 extends.
- the tube section 18 is tightly connected to the protective sleeve 5 on the inside thereof, for example by welding.
- a tube 20 is arranged in the bellows 15, the outer diameter of which corresponds to the inner diameter of the hollow-conical part 11 in the region of the weld seam 13.
- the tube 20 is tightly connected to the hollow conical part 11 at its tapered end and extends to the end of the cylindrical tube section 18 of the bellows 15 located in the protective sleeve 5.
- the right end of the tube 20 in FIG. 2 lies against the tube section 18 and is not firmly connected to it. This allows the tube 20 to expand freely, so it is also a thermal sleeve.
- the pipe section 10 can have the same diameter dimensions as the feed water pipe 3 and the pipe socket 2.
- the bellows 15 protrudes somewhat into the flow cross section.
- the possibly existing tube 20 could then be widened at its left end in FIG.
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Joints Allowing Movement (AREA)
- Pressure Vessels And Lids Thereof (AREA)
Abstract
Description
- Die Erfindung bezieht sich auf einen Reaktordruckbehälter eines Kernkraftwerkes, mit mindestens einem mit einer Speisewasserzufuhrleitung in Verbindung stehenden Rohrstutzen, in dem eine koaxiale, sich bei Temperaturänderungen dehnende Schutzhülse (thermal sleeve) angeordnet ist, die mit ihrem äusseren Ende am Rohrstutzen gleitend anliegt und mit ihrem inneren Ende mit einem im Behälter befindlichen Speisewasserverteilring verbunden ist.
- Bei Reaktordruckbehältern dieser Art wird über die Speisewasserzufuhrleitung kaltes Speisewasser in den Verteilring geführt, aus dem es dann in heisses Reaktorwasser übertritt, das sich im übrigen Raum des Behälters befindet. Zwischen dem gleitend am Rohrstutzen anliegenden Ende der Schutzhülse und dem Rohrstutzen kann kaltes Speisewasser in einen Ringspalt übertreten, der sich zwischen der Schutzhülse und dem Rohrstutzen befindet und mit heissem Reaktorwasser gefüllt ist. Durch das Zusammentreffen von heissem Reaktorwasser und kaltem Speisewasser in diesem Ringspalt können Wärmespannungen im Rohrstutzen entstehen, die dann zu Rissen im Stutzenwerkstoff führen können. Mit Rücksicht auf die Bestimmungen über die Reaktorsicherheit sind solche Risse nicht tolerierbar.
- Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, den Reaktordruckbehälter der eingangs genannten Art so zu verbessern, dass eine Rissbildung im Rohrstutzen sicher vermieden wird.
- Diese Aufgabe wird erfindungsgemäss dadurch gelöst, dass zwischen dem äusseren Ende des Rohrstutzens und der Speisewasserzufuhrleitung ein Rohrabschnitt eingesetzt ist und dass in dem Rohrabschnitt ein Faltenbalg angeordnet ist, der mit seinem einen Ende mit dem äusseren Ende der sich dehnenden Schutzhülse und mit seinem anderen Ende mit dem Rohrabschnitt dicht verbunden ist.
- Durch die Anordnung des Faltenbalges in dem Rohrabschnitt und die dichte Verbindung des Faltenbalges mit dem Rohrabschnitt und der sich dehnenden Schutzhülse wird erreicht, dass sich die Schutzhülse weiterhin im Rohrstutzen unter dem Einfluss von Temperaturänderungen frei dehnen kann, wobei der Faltenbalg diese Dehnbewegungen mitmacht, dass aber ein Uebertreten von kaltem Speisewasser in den mit heissem Reaktorwasser gefüllten Ringspalt vermieden wird. In dem Ringspalt können also keine periodischen Aenderungen der Wassertemperatur auftreten, so dass damit oberflächliche Temperaturänderungen im Rohrstutzen vermieden sind. Ein Entstehen von Rissen im Stutzenwerkstoff ist damit ausgeschlossen.
- Ein Ausführungsbeispiel der Erfindung ist in der folgenden Beschreibung anhand der Zeichnung näher erläutert. Es zeigen:
- Fig.1
- einen Vertikalschnitt durch einen Teil des Reaktordruckbehälters, des Rohrstutzens und der Speisewasserzufuhrleitung gemäss dem Stand der Technik und
- Fig.2
- einen Vertikalschnitt durch einen Teil des Rohrstutzens und der Zufuhrleitung mit der erfindungsgemässen Anordnung.
- Gemäss Fig.1 ist ein zylindrischer Reaktordruckbehälter 1 einer Kernreaktoranlage mit einem Rohrstutzen 2 versehen, der in bekannter Weise in die Behälterwand 1' eingeschweisst ist. Das in Fig.1 linke Ende des Rohrstutzens 2 ist mit einer Speisewasserzufuhrleitung 3 z.B. durch eine Schweissnaht 3' verbunden, wobei die Innen- und Aussendurchmesser der Leitung 3 und des Endes des Rohrstutzens 2 im wesentlichen gleich gross sind. Ausserhalb des Bereiches dieser Verbindung ist der Rohrstutzen 2 auf seiner Innenseite etwas erweitert und geht dann in eine zylindrische Fläche 4 über, an der das äussere Ende einer Schutzhülse 5 gleitend anliegt, die sich durch den Rohrstutzen 2 in Richtung zum Behälterinnern erstreckt. Die Schutzhülse 5 unterliegt im Betrieb des Reaktordruckbehälters 1 Temperaturänderungen, weshalb für die Schutzhülse auch die Bezeichnung "thermal sleeve" verwendet wird. In Richtung auf das Behälterinnere schliesst sich an die zylindrische Fläche 4 im Rohrstutzen 2 nochmals eine Erweiterung an, die dann in eine zylindrische Fläche 4' übergeht, so dass zwischen der Schutzhülse 5 und dem Rohrstutzen 2 ein Ringspalt 6 freibleibt. Das in das Behälterinnere ragende Ende der Schutzhülse 5 geht in einen nicht näher dargestellten Speisewasserverteilring 7 über, der sich im Behälter 1 entlang dem Behälterumfang erstreckt. Nahe dem inneren Ende des Rohrstutzens 2 ist die Schutzhülse 5 aussen mit Nocken 8 versehen, die sich durch den Ringspalt 6 erstrecken und die Schutzhülse in der Stutzenbohrung zentrieren.
- Im Betrieb des Reaktordruckbehälters 1 wird über die Speisewasserzufuhrleitung 3 und die Schutzhülse 5 kaltes Speisewasser zum Verteilring 7 geführt, aus dem das Speisewasser in das Behälterinnere übertritt. Das Behälterinnere ist im übrigen mit heissem Reaktorwasser gefüllt, das sich auch in dem Ringspalt 6 befindet. Da der enge Spalt zwischen dem äusseren Ende der Schutzhülse 5 und der zylindrischen Fläche 4 nicht dicht ist, gelangt auch kaltes Speisewasser in den Ringspalt 6. Durch das Zusammentreffen von kaltem und heissem Wasser im Ringspalt 6 können Wärmespannungen im Rohrstutzen 2 auftreten, die zu Rissen im Stutzenmaterial führen können.
- Gemäss Fig.2 ist zwischen dem äusseren Ende des Rohrstutzens 2 und der Speisewasserzufuhrleitung 3 ein Rohrabschnitt 10 eingesetzt, der in seinem mittleren Teil 10' im Vergleich zu den Innen- und Aussendurchmessern der Leitung 3 und des Stutzenendes erweitert ist. Die beiden Enden dieses erweiterten Teils 10' gehen in je einen hohlkegeligen Teil 11 und 11' über, die mit der Leitung 3 bzw. dem Ende des Rohrstutzens 2 dicht verbunden sind, z.B. durch Schweissnähte 13 bzw. 14. Aus herstellungstechnischen Gründen ist auch zwischen dem hohlkegeligen Teil 11 und dem mittleren Teil 10'eine Schweissverbindungsnaht 12 vorgesehen. Im erweiterten Teil 10' ist ein Faltenbalg 15 angeordnet, der an seinem in Fig.2 linken Ende einen zylindrischen Rohrabschnitt 16 aufweist, dessen Durchmesser ungefähr dem Innendurchmesser der Balgfalten entspricht. Das in Fig.2 linke Ende des Rohrabschnitts 16 ist mit einem Ring 17 dicht verbunden, der in den mittleren Teil 10' eingeschweisst ist und den Abstand zwischen dem Rohrabschnitt 16 und den Innendurchmesser des mittleren Teils 10' überbrückt. Ein dem zylindrischen Rohrabschnitt 16 entsprechender Rohrabschnitt 18 ist am in Fig.2 rechten Ende des Faltenbalges 15 vorgesehen, der sich über den Rohrabschnitt 10 hinaus bis in die Schutzhülse 5 erstreckt. Der Rohrabschnitt 18 ist mit der Schutzhülse 5 auf deren Innenseite dicht verbunden, z.B. durch Schweissen.
- Auf diese Weise wird es möglich, dass sich die Schutzhülse 5 - wie bisher - im Rohrstutzen 2 unter dem Einfluss von Temperaturänderungen dehnen kann und dass zugleich ein Uebertreten von kaltem Speisewasser in den Ringspalt 6 verhindert wird, weil der Faltenbalg 15 die Wärmedehnungen mitmacht, aber mit dem Rohrabschnitt 10 und der Schutzhülse 5 dicht verbunden ist.
- Aus strömungstechnischen Gründen ist im Faltenbalg 15 ein Rohr 20 angeordnet, dessen Aussendurchmesser dem Innendurchmesser des hohlkegeligen Teils 11 im Bereich der Schweissnaht 13 entspricht. Das Rohr 20 ist mit dem hohlkegeligen Teil 11 an dessem verjüngten Ende dicht verbunden und erstreckt sich bis zum in der Schutzhülse 5 befindlichen Ende des zylindrischen Rohrabschnitts 18 des Faltenbalges 15. Das in Fig.2 rechte Ende des Rohres 20 liegt am Rohrabschnitt 18 an und ist mit diesem nicht fest verbunden. Damit kann sich das Rohr 20 frei dehnen, ist also ebenfalls ein thermal sleeve.
- Abweichend von dem beschriebenen Ausführungsbeispiel in Fig.2 kann der Rohrabschnitt 10 gleiche Durchmesserabmessungen wie die Speisewasserleitung 3 und der Rohrstutzen 2 haben. In einem solchen Fall ragt der Faltenbalg 15 etwas in den Strömungsquerschnitt. Das gegebenenfalls vorhandene Rohr 20 könnte dann an seinem in Fig.2 linken Ende aufgeweitet sein.
Claims (3)
- Reaktordruckbehälter eines Kernkraftwerkes, mit mindestens einem mit einer Speisewasserzufuhrleitung in Verbindung stehenden Rohrstutzen, in dem eine koaxiale, sich bei Temperaturänderungen dehnende Schutzhülse (thermal sleeve) angeordnet ist, die mit ihrem äusseren Ende am Rohrstutzen gleitend anliegt und mit ihrem inneren Ende mit einem im Behälter befindlichen Speisewasserverteilring verbunden ist, dadurch gekennzeichnet, dass zwischen dem äusseren Ende des Rohrstutzens und der Speisewasserzufuhrleitung ein Rohrabschnitt eingesetzt ist und dass in dem Rohrabschnitt ein Faltenbalg angeordnet ist, der mit seinem einen Ende mit dem äusseren Ende der sich dehnenden Schutzhülse und mit seinem anderen Ende mit dem Rohrabschnitt dicht verbunden ist.
- Behälter nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, dass im Faltenbalg ein Rohr angeordnet ist, das an seinem einen Ende ausserhalb des Faltenbalges mit dem Rohrabschnitt verbunden ist und dessen anderes Ende sich in das äussere Ende der sich dehnenden Schutzhülse erstreckt.
- Behälter nach Anspruch 1 oder 2, dadurch gekennzeichnet, dass der Rohrabschnitt gegenüber dem Rohrstutzen aufgeweitet ist und an seinen beiden Enden mit hohlkegeligen Teilen versehen ist, deren verjüngte Enden auf die Abmessungen der Speisewasserzufuhrleitung bzw. des Endes des Rohrstutzens abgestimmt sind.
Priority Applications (6)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
EP93810424A EP0630028B1 (de) | 1993-06-14 | 1993-06-14 | Thermische Schutzhülse für Kernreaktordruckbehälterrohrstutzen |
DE59304993T DE59304993D1 (de) | 1993-06-14 | 1993-06-14 | Thermische Schutzhülse für Kernreaktordruckbehälterrohrstutzen |
ES93810424T ES2095621T3 (es) | 1993-06-14 | 1993-06-14 | Vasija de presion del reactor de una central nuclear. |
US08/230,669 US5392323A (en) | 1993-06-14 | 1994-04-21 | Reactor pressure vessel in a nuclear power station |
FI942800A FI942800A (fi) | 1993-06-14 | 1994-06-13 | Ydinvoimalaitoksen reaktorin paineastia |
JP6132025A JPH07146391A (ja) | 1993-06-14 | 1994-06-14 | 原子力発電所の原子炉圧力容器 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
EP93810424A EP0630028B1 (de) | 1993-06-14 | 1993-06-14 | Thermische Schutzhülse für Kernreaktordruckbehälterrohrstutzen |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
EP0630028A1 true EP0630028A1 (de) | 1994-12-21 |
EP0630028B1 EP0630028B1 (de) | 1997-01-02 |
Family
ID=8214979
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
EP93810424A Expired - Lifetime EP0630028B1 (de) | 1993-06-14 | 1993-06-14 | Thermische Schutzhülse für Kernreaktordruckbehälterrohrstutzen |
Country Status (6)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US5392323A (de) |
EP (1) | EP0630028B1 (de) |
JP (1) | JPH07146391A (de) |
DE (1) | DE59304993D1 (de) |
ES (1) | ES2095621T3 (de) |
FI (1) | FI942800A (de) |
Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP0293721A1 (de) * | 1987-06-04 | 1988-12-07 | Siemens Aktiengesellschaft | Druckbehälter mit einem Anschlussstutzen mit einem Thermoschutz |
US4834935A (en) * | 1984-12-24 | 1989-05-30 | Combustion Engineering, Inc. | Feedwater sparger assembly |
FR2634271A1 (fr) * | 1988-07-14 | 1990-01-19 | Gutehoffnungshuette Man | Etoupage d'une canalisation vehiculant de la chaleur |
Family Cites Families (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2326766A1 (fr) * | 1975-10-02 | 1977-04-29 | Commissariat Energie Atomique | Structure interne de cuve de chaudiere nucleaire |
-
1993
- 1993-06-14 DE DE59304993T patent/DE59304993D1/de not_active Expired - Fee Related
- 1993-06-14 EP EP93810424A patent/EP0630028B1/de not_active Expired - Lifetime
- 1993-06-14 ES ES93810424T patent/ES2095621T3/es not_active Expired - Lifetime
-
1994
- 1994-04-21 US US08/230,669 patent/US5392323A/en not_active Expired - Fee Related
- 1994-06-13 FI FI942800A patent/FI942800A/fi unknown
- 1994-06-14 JP JP6132025A patent/JPH07146391A/ja active Pending
Patent Citations (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4834935A (en) * | 1984-12-24 | 1989-05-30 | Combustion Engineering, Inc. | Feedwater sparger assembly |
EP0293721A1 (de) * | 1987-06-04 | 1988-12-07 | Siemens Aktiengesellschaft | Druckbehälter mit einem Anschlussstutzen mit einem Thermoschutz |
FR2634271A1 (fr) * | 1988-07-14 | 1990-01-19 | Gutehoffnungshuette Man | Etoupage d'une canalisation vehiculant de la chaleur |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
FI942800A (fi) | 1994-12-15 |
DE59304993D1 (de) | 1997-02-13 |
ES2095621T3 (es) | 1997-02-16 |
EP0630028B1 (de) | 1997-01-02 |
US5392323A (en) | 1995-02-21 |
JPH07146391A (ja) | 1995-06-06 |
FI942800A0 (fi) | 1994-06-13 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE3043855C2 (de) | Heißgaskühler einer Kohlevergasungsanlage | |
EP0578282A1 (de) | Sanitär- und Heizungsrohrsystem, vollständig oder überwiegend bestehend aus Kunststoff | |
DE3117329A1 (de) | Uebergangsverbindung | |
EP0629309B1 (de) | Sicherheitseinrichtung gegen überdruckversagen eines kernreaktor-druckbehälters | |
DE3316319A1 (de) | Stutzen fuer einen druckbehaelter | |
CH661334A5 (de) | Vorrichtung zum abdichten einer rohrverbindung und verwendung der vorrichtung. | |
DE4001731A1 (de) | Druckbehaelter | |
CH663832A5 (de) | Rohrschelle zum verbinden zweier rohrenden. | |
DE2747639C2 (de) | Heißdampfkühlereinheit | |
DE3220945C2 (de) | Schweißstellenfreie Verbindung | |
DE19753054C2 (de) | Verbindungsstruktur für einen Abzweigverbinder in einem gemeinsamen Kanalteil | |
DE2618345C3 (de) | Austrittsstutzen- und Eintrittsleitungs-Kombination für einen Kernreaktor-Druckbehälter | |
EP0630028B1 (de) | Thermische Schutzhülse für Kernreaktordruckbehälterrohrstutzen | |
DE19512364C2 (de) | Anschlußanordnung für einen Röhrenheizkörper | |
DE2750534A1 (de) | Baelge aufweisender rohrfoermiger koerper | |
EP0180892B1 (de) | Vorrichtung zum Elektropolieren der inneren Oberfläche von Rohren | |
DE3810777C2 (de) | ||
DE10019384A1 (de) | Verfahren zur Herstellung eines Verbundrohres zum Transport fluider Medien | |
DE4444940A1 (de) | Verbindungsrohre | |
DE69931931T2 (de) | Zerstäubungsdüse für flüssigkeiten | |
DE3327529A1 (de) | Verfahren und vorrichtung zur befestigung einer metallenen futterhuelse in einem metallenen rohr durch stoffschluessige verbindung | |
DE3218337C2 (de) | Einrichtung zur Einspeisung einer Flüssigkeit in eine Rohrleitung | |
EP0686798B1 (de) | Steckkupplung | |
EP0565814A2 (de) | Brennerlanze zum Zerstäuben einer Kohle-Wasser-Suspension | |
EP0288757B1 (de) | Flanschverbindung und Boiler |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
PUAI | Public reference made under article 153(3) epc to a published international application that has entered the european phase |
Free format text: ORIGINAL CODE: 0009012 |
|
AK | Designated contracting states |
Kind code of ref document: A1 Designated state(s): AT BE CH DE DK ES FR GB GR IE IT LI LU MC NL PT SE |
|
RBV | Designated contracting states (corrected) |
Designated state(s): CH DE ES LI NL SE |
|
17P | Request for examination filed |
Effective date: 19950515 |
|
GRAG | Despatch of communication of intention to grant |
Free format text: ORIGINAL CODE: EPIDOS AGRA |
|
17Q | First examination report despatched |
Effective date: 19960325 |
|
GRAH | Despatch of communication of intention to grant a patent |
Free format text: ORIGINAL CODE: EPIDOS IGRA |
|
GRAH | Despatch of communication of intention to grant a patent |
Free format text: ORIGINAL CODE: EPIDOS IGRA |
|
GRAA | (expected) grant |
Free format text: ORIGINAL CODE: 0009210 |
|
AK | Designated contracting states |
Kind code of ref document: B1 Designated state(s): CH DE ES LI NL SE |
|
PG25 | Lapsed in a contracting state [announced via postgrant information from national office to epo] |
Ref country code: NL Free format text: LAPSE BECAUSE OF FAILURE TO SUBMIT A TRANSLATION OF THE DESCRIPTION OR TO PAY THE FEE WITHIN THE PRESCRIBED TIME-LIMIT Effective date: 19970102 |
|
REG | Reference to a national code |
Ref country code: CH Ref legal event code: NV Representative=s name: SULZER MANAGEMENT AG Ref country code: CH Ref legal event code: EP |
|
REF | Corresponds to: |
Ref document number: 59304993 Country of ref document: DE Date of ref document: 19970213 |
|
REG | Reference to a national code |
Ref country code: ES Ref legal event code: FG2A Ref document number: 2095621 Country of ref document: ES Kind code of ref document: T3 |
|
NLV1 | Nl: lapsed or annulled due to failure to fulfill the requirements of art. 29p and 29m of the patents act | ||
PLBE | No opposition filed within time limit |
Free format text: ORIGINAL CODE: 0009261 |
|
STAA | Information on the status of an ep patent application or granted ep patent |
Free format text: STATUS: NO OPPOSITION FILED WITHIN TIME LIMIT |
|
26N | No opposition filed | ||
PGFP | Annual fee paid to national office [announced via postgrant information from national office to epo] |
Ref country code: CH Payment date: 19990514 Year of fee payment: 7 |
|
PGFP | Annual fee paid to national office [announced via postgrant information from national office to epo] |
Ref country code: SE Payment date: 19990525 Year of fee payment: 7 Ref country code: DE Payment date: 19990525 Year of fee payment: 7 |
|
PGFP | Annual fee paid to national office [announced via postgrant information from national office to epo] |
Ref country code: ES Payment date: 19990621 Year of fee payment: 7 |
|
PG25 | Lapsed in a contracting state [announced via postgrant information from national office to epo] |
Ref country code: SE Free format text: LAPSE BECAUSE OF NON-PAYMENT OF DUE FEES Effective date: 20000615 Ref country code: ES Free format text: THE PATENT HAS BEEN ANNULLED BY A DECISION OF A NATIONAL AUTHORITY Effective date: 20000615 |
|
PG25 | Lapsed in a contracting state [announced via postgrant information from national office to epo] |
Ref country code: LI Free format text: LAPSE BECAUSE OF NON-PAYMENT OF DUE FEES Effective date: 20000630 Ref country code: CH Free format text: LAPSE BECAUSE OF NON-PAYMENT OF DUE FEES Effective date: 20000630 |
|
REG | Reference to a national code |
Ref country code: CH Ref legal event code: PL |
|
EUG | Se: european patent has lapsed |
Ref document number: 93810424.7 |
|
PG25 | Lapsed in a contracting state [announced via postgrant information from national office to epo] |
Ref country code: DE Free format text: LAPSE BECAUSE OF NON-PAYMENT OF DUE FEES Effective date: 20010403 |
|
REG | Reference to a national code |
Ref country code: ES Ref legal event code: FD2A Effective date: 20020304 |